Le Commissariat à l'énergie atomique est autorisé à modifier l'installation Phébus autorisée par décret n° 77-801 du 5 juillet 1977 (sur la base de sa demande du 31 août 1973) pour permettre la réalisation de nouveaux programmes expérimentaux, dénommés programmes P.F. (Produits de fission), dans les conditions définies par la demande susvisée du 24 août 1989 et le dossier joint à cette demande, sous réserve des dispositions du présent décret.

Les modifications entraînées par les nouveaux programmes destinés à étudier le relâchement des produits de fission par un combustible irradié permettront d'effectuer également les anciens programmes d'étude de comportement du combustible. D'autre part, elles pourront permettre la réalisation de programmes futurs, non encore définis, dans la mesure où les dispositions de l'article 9 du présent décret seront respectées.

L'installation comprendra un réacteur expérimental du type piscine d'une puissance thermique maximale de 100 MW. La puissance thermique pourra être produite en continu, l'énergie étant dans ces conditions dissipée par un système approprié.

L'installation modifiée, comprenant le réacteur, l'ensemble des dispositifs expérimentaux et les équipements, est implantée dans le périmètre fixé par le plan au 1/500 joint au présent décret (1).

En particulier, pour la réalisation des essais prévus sur le combustible et les systèmes d'injection de sécurité des réacteurs à eau sous pression, l'installation comportera un circuit à eau sous pression, dit boucle d'essai, traversant en son centre le coeur du réacteur, dit coeur nourricier. D'autre part, les combustibles de la boucle d'essai pourront, préalablement à l'expérience, être irradiés. Les produits de fission issus des expériences sur le combustible irradié dégradé seront confinés dans les circuits expérimentaux.

Le Commissariat à l'énergie atomique, en sa qualité d'exploitant des installations visées à l'article 1er, se conformera aux dispositions du présent décret sans préjudice du respect des autres dispositions en vigueur, notamment en matière :

- d'application du code du travail ;

- de rejets d'effluents radioactifs ;

- de réglementation des appareils à pression ;

- de protection de l'environnement ;

- de prévention des risques technologiques.

Le Commissariat à l'énergie atomique respectera les prescriptions techniques générales énumérées ci-après :

3.1. Qualité de l'installation

Le Commissariat à l'énergie atomique veillera à respecter l'arrêté du 10 août 1984 concernant les dispositions relatives à la qualité dans tous les domaines où il sera applicable compte tenu de la présence d'installations anciennes et des dispositions prises antérieurement à la publication de cet arrêté.

3.2. Eléments combustibles

Le coeur nourricier sera formé d'éléments combustibles où la matière fissile sera constituée d'oxyde d'uranium enrichi sous forme de crayons.

Avant toute utilisation d'autres types de combustibles, notamment l'utilisation envisagée d'éléments combustibles constitués de plaques d'uranium-aluminium, le Commissariat à l'énergie atomique devra obtenir une autorisation particulière du ministre chargé de l'industrie et du ministre chargé de l'environnement, direction de la sûreté des installations nucléaires.

Un dispositif de mesure de la radioactivité de l'eau de refroidissement du coeur nourricier permettra de déceler d'éventuelles ruptures du gainage des éléments combustibles qui le constituent. Les conditions d'utilisation de ce dispositif de mesure et les actions de sécurité associées seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5 du présent décret.

La valeur du taux de combustion maximal moyen des combustibles de la boucle d'essai devra être autorisée par le directeur de la sûreté des installations nucléaires.

3.3. Piscine. - Circuits et structures internes

La conception de l'installation sera telle que :

- l'énergie thermique dégagée par un fonctionnement continu puisse être extraite par un circuit principal comportant un échangeur de chaleur ;

- l'énergie résiduelle puisse être extraite soit par le circuit principal, soit par un circuit de refroidissement de secours, soit en ultime secours par circulation en convection naturelle dans la piscine.

La cuve métallique de la piscine sera conçue de façon à conserver son étanchéité dans le cas d'un accident de réactivité libérant une énergie de 135 MJ.

La conception de l'installation sera telle qu'il ne puisse pas se produire de dénoyage du coeur nourricier dans les éventualités suivantes :

- séisme de la plage d'intensité IX dans l'échelle MSK ;

- rupture de tuyauterie ;

- défaut d'étanchéité entre la piscine et la salle inférieure.

3.4. Enceinte de confinement

Le réacteur piscine, les circuits de refroidissement, les circuits expérimentaux et auxiliaires associés seront contenus dans un ouvrage en béton armé, dénommé enceinte de confinement du type "à fuite contrôlée", maintenu en dépression et apte à assurer un confinement satisfaisant des substances radioactives libérées en cas d'accident plausible.

L'enceinte de confinement sera composée de l'ancien bâtiment réacteur auquel sera accolé un nouveau bâtiment dénommé extension PF destiné à contenir les nouvelles installations.

Elle conservera son intégrité et son étanchéité dans le cas d'un accident de réactivité libérant une énergie de 135 MJ.

L'étanchéité de l'enceinte et des traversées sera contrôlée périodiquement. Les modalités de ces contrôles seront précisées dans les règles générales d'exploitation, prévues aux articles 4 et 5 du présent décret, qui préciseront par ailleurs les modalités d'accès dans l'enceinte de confinement.

3.5. Refroidissement du coeur

Pendant les séquences expérimentales nécessitant le fonctionnement discontinu du réacteur au-dessus d'un certain seuil de puissance qui sera précisé dans les règles générales d'exploitation, prévues aux articles 4 et 5 du présent décret, la chaleur produite par le coeur nourricier sera évacuée par le circuit principal.

La puissance thermique en fonctionnement continu, ou la puissance résiduelle, sera extraite selon les prescriptions du 3.3 du présent article.

La fonction de refroidissement de secours du réacteur à l'arrêt devra être assurée en cas de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.

Un système de mesure des températures et des pressions de l'eau dans le circuit primaire sera installé de façon à connaître précisément les grandeurs physiques caractéristiques du réacteur et permettre le déclenchement des actions de sécurité si les limites admises étaient atteintes.

En particulier, l'exploitation du réacteur sera telle que soit évité tout phénomène de redistribution de débit dans le coeur nourricier, avec une marge de sécurité suffisante, en particulier lors des transitoires normaux; les modalités et les seuils des actions de sécurité seront précisés dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5.

3.6. Boucle d'essai

Les anciens circuits utilisés pour les expériences antérieures seront contenus dans le caisson existant dénommé "caisson LOCA". Les nouveaux circuits expérimentaux seront contenus dans un caisson à créer dénommé "caisson PF".
Le taux de fuite de ces caissons ne devra pas dépasser 1 p. 100 par jour de la masse de gaz qui y est contenue ; ce taux de fuite sera contrôlé périodiquement.

Le risque d'explosion d'hydrogène sera pris en compte pour dimensionner les circuits, capacités et caissons susceptibles d'être soumis à ce risque et pour définir les appareillages associés.

Un système assurera la permanence du refroidissement du combustible expérimental pendant les phases de réirradiation.

Un système d'injection de sécurité permettra d'assurer le refroidissement de l'élément combustible placé dans la boucle d'essai en cas de rupture des circuits sous pression. Par ailleurs, lors des séquences expérimentales, le recueil de la partie du combustible éventuellement fondue devra être assuré.

Les structures de la partie de la boucle d'essai qui traverse le coeur nourricier et les circuits sous pression de cette boucle seront conçus de façon que soit conservée l'intégrité du coeur nourricier en fonctionnement normal et pour tous les accidents plausibles; ils résisteront notamment à un séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.

Les modalités d'exploitation des boucles d'essai et les modalités d'accès dans les caissons, notamment lorsque les circuits sont sous pression, seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5.

3.7. Maîtrise de la réactivité

Lorsque le réacteur sera à l'arrêt normal, la marge minimale de sous-criticité à froid sera de l'ordre de 2500 pcm.

L'adjonction d'un réflecteur permettra d'apporter un gain en réactivité au fur et à mesure des besoins.

L'adjonction éventuelle d'absorbants neutroniques permettra d'ajuster la réactivité de manière à respecter la marge de sous-criticité imposée.

Les vitesses de déplacement des barres de commande seront limitées de telle sorte que leur manoeuvre normale ou accidentelle, par suite d'erreur d'opérateur ou de défaillance de matériel, ne provoque pas d'excursion de puissance non maîtrisée par le système de protection et de sécurité.

Des dispositions de construction seront prises pour empêcher toute éjection accidentelle de barre de commande, le réacteur étant supposé en fonctionnement ou à l'arrêt, et pour permettre l'insertion des barres de commande, le réacteur étant en fonctionnement. Ces dispositions sont applicables y compris en cas de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.

La mesure du flux neutronique sera effectuée par plusieurs ensembles indépendants. Elle permettra de suivre en permanence la puissance depuis le niveau le plus bas jusqu'au-delà du niveau correspondant à la puissance définie à l'article 1er ci-dessus.

3.8. Systèmes de protection et de sécurité

Pour assurer la sûreté de l'installation et permettre le déroulement du programme expérimental dans de bonnes conditions de sûreté, il sera prévu un système de protection du coeur agissant sur des systèmes de sécurité.

Les systèmes de protection et de sécurité seront capables d'amener et de maintenir l'installation dans un état sûr, sans dépassement des limites admissibles pour le combustible du coeur nourricier, dans toutes les situations plausibles (normales, transitoires et accidentelles), y compris en cas de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.

Des dispositifs automatiques provoqueront l'arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de la puissance de fonctionnement définie au 3.9 ci-dessous. Des actions correctrices suffisantes seront également déclenchées en cas d'évolution anormale de la puissance ou des principaux paramètres thermodynamiques.

Toutes les parties constitutives des systèmes de protection et de sécurité supporteront des conditions physiques au moins aussi contraignantes que celles qui seraient engendrées par les circonstances accidentelles plausibles, de telle sorte qu'il ne puisse en résulter la paralysie des actions de sécurité nécessaires dans ces circonstances.

3.9. Puissance du réacteur

La puissance thermique de fonctionnement du réacteur chargé avec le coeur nourricier défini au 3.2 ci-dessus sera autorisée par le directeur de la sûreté des installations nucléaires, dans la limite de puissance thermique maximale fixée à l'article 1er. En cas d'utilisation d'autres types de combustible, la puissance thermique maximale du réacteur sera fixée par l'autorisation particulière prévue au 3.2 ci-dessus.

3.10. Circuits de ventilation et de rejets

Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur rappelée à l'article 2, les dispositions ci-après seront prévues :

Pendant les phases de fonctionnement du réacteur et pendant les opérations de chargement et de déchargement de combustible, le circuit de ventilation assurera une dépression, par rapport à l'atmosphère, à l'intérieur de l'enceinte de confinement. Les fonctions du circuit de ventilation devront être assurées en cas de séisme d'intensité VIII dans l'échelle MSK. La fermeture des vannes d'isolement de l'enceinte devra être possible même en cas de perte de source d'énergie électrique et/ou de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.

Les circuits de rejets à la cheminée seront munis de filtres à poussières ininflammables, de pièges à iode et d'un dispositif de contrôle continu de l'activité des rejets. L'efficacité des filtres et des pièges à iode fera l'objet de contrôles périodiques.

Les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5 préciseront les conditions de mise en service des circuits de rejets, les modalités de surveillance de ces rejets et les modalités de contrôle des filtres et pièges à iode. En particulier, toutes dispositions seront prises pour que, en cas d'accident, il soit possible de limiter l'extension de la contamination et de contrôler le rejet éventuel à l'extérieur.

3.11. Manutention et stockage des éléments combustibles

Les dispositifs de manutention et de stockage de tous les éléments combustibles seront réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques de chute pouvant endommager le combustible. Ils seront en outre conçus et exploités de façon à limiter les risques dus à des éléments combustibles défectueux ou endommagés lors des expériences et à limiter les conséquences d'accidents plausibles éventuels.

Les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5 préciseront les consignes de sécurité et les procédures à respecter pour les opérations de stockage et de manutention du combustible.

3.12. Protection contre les séismes

L'installation Phébus modifiée répondra aux règles suivantes de dimensionnement aux séismes applicables aux enceintes de confinement :

- maintien de l'intégrité et d'une étanchéité suffisante pour conserver une dépression à l'intérieur de l'enceinte lors d'un séisme d'intensité VIII dans l'échelle MSK ;

- maintien des structures de telle sorte qu'il n'apparaisse pas de déformation pouvant être la cause d'un accident nucléaire lors d'un séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.

Les caractéristiques de tenue au séisme d'autres composants de l'installation sont précisées dans les prescriptions des 3.3, 3.5, 3.6, 3.7, 3.8, 3.10 et 3.15 du présent article. Les calculs prendront en compte les spectres de résonances adaptés au site.

3.13. Protection contre les agressions d'origine interne

ou externe à l'installation

Les dispositifs et circuits de sécurité, dont les systèmes de protection et de sécurité, le circuit primaire et l'enceinte de confinement, les structures de stockage du combustible et des effluents, seront protégés par des dispositions de construction et, selon le cas, par redondance contre tous les effets dynamiques et les projectiles pouvant atteindre ces ouvrages, et notamment ceux qui pourraient résulter de défaillances d'équipements de l'installation.

A cet égard, l'installation sera protégée par des dispositions de construction contre les chutes d'aéronefs considérées comme plausibles.

Le Commissariat à l'énergie atomique, tenu informé en temps utile par les administrations compétentes des projets de modification notable de l'environnement par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation de création susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des dispositions du présent décret, présentera alors au directeur de la sûreté des installations nucléaires un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales et accidentelles prévisibles.

3.14. Protection contre les incendies

Des dispositions seront prises pour minimiser les risques et les conséquences des incendies d'origine interne ou externe, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.

A cet égard, les matériaux et les éléments de construction utilisés devront présenter, en ce qui concerne leur comportement au feu, des qualités de réaction et de résistance appropriées aux risques encourus, en particulier à l'intérieur de l'enceinte de confinement et de la salle de commande.

Des dispositions seront prises pour limiter les risques d'enfumage de la salle de commande.

3.15. Auxiliaires

Les diverses sources d'alimentation en énergie et en fluides seront de capacité, de redondance et en nombre suffisants pour assurer l'alimentation des systèmes de protection et de sauvegarde.

En particulier, en cas de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK, la disponibilité du groupe électrogène de secours, l'alimentation électrique du circuit de refroidissement de secours et l'alimentation de la chaîne neutronique de surveillance du réacteur seront assurées.

3.16. Protection radiologique de l'environnement

et des travailleurs

Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des modalités de rejets qui seront fixées par les arrêtés prévus dans le cadre de la réglementation en vigueur.

En particulier, toutes dispositions seront prises pour éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique sera effectué.

Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuites des systèmes de traitement et de stockage des effluents.

Aucun stockage définitif de déchets radioactifs n'aura lieu dans le périmètre de l'installation.

Des dispositions de construction suffisantes seront prises pour que, compte tenu des règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5, les équivalents de doses reçus par les travailleurs restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que possible compte tenu des différents travaux prévisibles, notamment de la manutention du combustible et des réparations.

3.17. Transports des produits radioactifs

Tout transport sur le site de produits radioactifs, y compris les déchets radioactifs, sera effectué selon des modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs et des personnes du public.

3.18. Mise à l'arrêt définitif

Conformément aux dispositions de l'article 6 ter du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé, lorsque l'exploitant prévoira, pour quelque cause que ce soit, la mise à l'arrêt définitif de l'installation, il en informera le directeur de la sûreté des installations nucléaires et lui adressera : un document justifiant l'état choisi pour l'installation après son arrêt définitif et indiquant les étapes de son démantèlement ultérieur ; un rapport de sûreté applicable aux opérations de mise à l'arrêt définitif et les dispositions permettant d'assurer la sûreté de l'installation ; les règles générales de surveillance et d'entretien à observer pour maintenir un niveau satisfaisant de sûreté ; une mise à jour du plan d'urgence interne du site de l'installation concernée.

La mise en oeuvre des dispositions prévues dans le rapport et les documents énumérés ci-dessus sera subordonnée à leur approbation, dans les formes prévues au IV de l'article 3 du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé.

Le Commissariat à l'énergie atomique présentera au directeur de la sûreté des installations nucléaires, au plus tard six mois avant le premier chargement du réacteur Phébus modifié, un rapport provisoire de sûreté comportant, en particulier, tous les éléments permettant de s'assurer qu'ont été respectées les prescriptions d'ordre constructif fixées à l'article 3 et que, compte tenu des règles générales d'exploitation que le Commissariat à l'énergie atomique compte suivre pour les opérations de mise en service, ces opérations pourront être effectuées dans des conditions de sûreté satisfaisantes. Ces règles générales d'exploitation seront jointes au rapport provisoire de sûreté ainsi que le plan d'urgence interne.

Le premier chargement du réacteur Phébus modifié en combustible nucléaire ne pourra intervenir qu'après que le ministre chargé de l'industrie et le ministre chargé de l'environnement auront donné leur approbation au rapport provisoire de sûreté, aux règles générales d'exploitation, au plan d'urgence interne, et qu'auront été apportées, à leur demande, les modifications à l'installation et aux documents précités qu'ils auront jugées nécessaires pour assurer la conformité de l'installation aux prescriptions du présent décret et pour que l'exploitation en soit effectuée dans des conditions satisfaisantes de sûreté.

Dans un délai qui sera fixé lors de l'approbation prévue à l'article 4 et au plus tard dix mois avant l'expiration du délai fixé à l'article 11 du présent décret, le Commissariat à l'énergie atomique présentera au directeur de la sûreté des installations nucléaires un rapport définitif de sûreté. Ce dernier comportera, outre les éléments contenus dans le rapport provisoire de sûreté mis à jour compte tenu soit des modifications demandées par le directeur de la sûreté des installations nucléaires lors de l'approbation prévue à l'article 4, soit des modifications postérieures à cette approbation proposées à la suite des essais, toutes précisions sur :

- les essais et épreuves effectués ;

- les conditions réelles de démarrage et les essais de mise en service ;

- les enseignements tirés des essais.

Ce rapport sera accompagné de la mise à jour des règles générales d'exploitation que le Commissariat à l'énergie atomique entend suivre pour l'exploitation ainsi que de la mise à jour du plan d'urgence interne.

L'installation ne pourra être considérée comme mise en service, au sens du décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié, qu'après que le ministre chargé de l'industrie et le ministre chargé de l'environnement auront donné leur approbation au rapport définitif de sûreté, aux règles générales d'exploitation et au plan d'urgence interne précités.

Indépendamment des obligations déterminées pour les effluents radioactifs par les décrets susvisés, le Commissariat à l'énergie atomique procédera à un contrôle des rejets de l'installation et de leurs conséquences éventuelles sur l'environnement dans le cadre de la surveillance générale de l'environnement du centre d'études nucléaires de Cadarache.

Des dispositions adéquates seront prises pour assurer la protection de l'installation contre toute tentative de malveillance ainsi que contre toute tentative de détournement de matières fissiles ou radioactives.

L'exploitant coopérera à ses frais, dans les conditions prévues par l'ordonnance du 29 décembre 1958, aux mesures nécessaires pour assurer cette protection de l'installation, conformément aux directives du ministre chargé de l'industrie.

Ces mesures seront intégrées dans le plan particulier de protection du centre d'études nucléaires de Cadarache, soumis à l'approbation du préfet des Bouches-du-Rhône, en application de l'article 3 de l'ordonnance du 29 décembre 1958 susvisée.

Le contrôle de ces mesures sera assuré tant par le préfet des Bouches-du-Rhône, dans le cadre de l'ordonnance précitée, que par les inspecteurs des installations nucléaires de base, dans les conditions fixées par l'article 11 du décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié.

Par ailleurs, l'exploitant précisera les dispositions de construction qu'il compte prendre pour minimiser les conséquences d'un acte de malveillance. Ces dispositions devront faire l'objet d'une approbation du ministre chargé de l'industrie.

Sans préjudice de l'application des mesures prévues par les règlements en vigueur, tout accident ou incident, nucléaire ou non, ayant ou risquant d'avoir des conséquences notables pour la sûreté de l'installation mentionnée par le présent décret devra être déclaré sans délai par l'exploitant au ministre chargé de l'industrie (direction de la sûreté des installations nucléaires), au ministre chargé de l'environnement et au ministre chargé de la santé (service central de protection contre les rayonnements ionisants). Le ministre chargé de la santé consultera, si nécessaire, le Comité national d'experts médicaux pour les questions relatives aux accidents créant un risque radiologique pour la population.

A partir de sa mise en service, l'installation devra rester conforme à la description donnée dans le rapport définitif de sûreté approuvé et être exploitée suivant les règles générales d'exploitation et, le cas échéant, selon le plan d'urgence interne, documents eux-mêmes approuvés.

Si le Commissariat à l'énergie atomique souhaite modifier l'installation ou apporter des modifications à ses règles générales d'exploitation, en particulier s'il souhaite modifier de façon notable les dispositifs expérimentaux, il adressera ses propositions au directeur de la sûreté des installations nucléaires. L'installation ne pourra être exploitée dans ces nouvelles conditions qu'après accord du directeur de la sûreté des installations nucléaires ou, s'il s'agit de modifications de nature à entraîner l'inobservation des prescriptions du présent décret, publication d'un nouveau décret en application de l'article 6 du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé.

L'exploitant avisera le ministre chargé de l'industrie de tout projet de création ou de toute modification substantielle d'une installation entrant dans le champ d'application de la loi du 19 juillet 1976 susvisée et implantée dans le périmètre fixé sur le plan annexé au présent décret. A cet effet, l'exploitant adressera un dossier au directeur de la sûreté des installations nucléaires. Les prescriptions correspondantes feront l'objet d'une ampliation au ministre chargé de la santé, au ministre chargé de l'environnement et au préfet du département des Bouches-du-Rhône.

Le délai prévu au III de l'article 4 du décret n° 63-1228 modifié susvisé est de cinq ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel de la République française.

Les dispositions du décret n° 77-801 du 5 juillet 1977 sont abrogées en ce qu'elles ont de contraire aux dispositions du présent décret.

A abrogé les dispositions suivantes :

-Décret n° 77-801 du 5 juillet 1977

Art. 1, Art. 2, Art. 3, Art. 4, Art. 5, Art. 6, Art. 7, Art. 8, Art. 9, Art. 10, Art. 11, Art. 12

Le ministre d'Etat, ministre de l'économie, des finances et du budget, le ministre de l'environnement et le ministre délégué à l'industrie et au commerce extérieur sont chargés, chacun en ce qui le concerne, de l'exécution du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.